Zur Sicherheit des Betriebs der Kernkraftwerke in Deutschland

Gesellschaft für Anlagenund Reaktorsicherheit (GRS) mbh Zur Sicherheit des Betriebs der Kernkraftwerke in Deutschland Sicherheitsphilosophie Spiegelbild der Sicherheit im Betrieb Wichtige Ereignisse Sachverhalte

Alle Rechte vorbehalten. Nachdruck, auch auszugsweise, nur mit ausdrücklicher Genehmigung der GRS gestattet. Impressum Herausgeber: Fachliche Beiträge zu diesem Bericht haben geliefert: Redaktionsteam: Satz und Druck: Grafik: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbh Schwertnergasse 1, 50667 Köln S. Babst, H. Heinsohn, U. Jendrich, D. Jungclaus, K. Köberlein, K. Kotthoff, A. Kreuser, H. Liemersdorf, F. Michel, W. Pfeffer, H. Reck, D. Rittig, M. Röwekamp, H. Schulz, R. Stück, C. Verstegen, A. Voswinkel, N. Wetzel H.-P. Butz, U. Riedel, A. Voswinkel, H. Wurst (alle GRS) G. Berberich, Köln; H.-J. Elwenspoek, Hamburg Moeker Merkur Druck GmbH, Köln Lengowski und Partner, Köln GRS S 46: 1. Auflage, Juli 1999 2. verbesserte Auflage, September 1999 3. Auflage, Januar 2003

Vorwort 2 Sicherheitsphilosophie Lage und Funktion Kernkraftwerke in 6 Deutschland Reaktorsicherheit das oberste Gebot 8 Wir über uns Der Dienstleister Aufgaben und Auftraggeber der GRS 4 Nukleartechnische Barrieren Einbau einer Armatur Spiegelbild der Sicherheit im Betrieb Von Zeit und Arbeit Verringerung der Stillstandszeiten 16 Nach Weltmaßstäben Bedeutung meldepflichtiger Ereignisse gering 22 Sicherheit hat Vorfahrt RESA nur selten gebraucht 26 Triebfeder Vorsorge Nachrüsten heißt verbessern, nicht ausbessern 30 Saubere Resultate Nur geringfügige radioaktive Ableitungen 34 w = 4,0 10-6 Wahrscheinlichkeit als Sicherheitsindikator 40 Wichtige Ereignisse Rissen auf der Spur Ein neues Prüfgerät zeigte sie auf 46 Jeder Tropfen zählt Ein kleines Leck mit großen Auswirkungen 54 Kalt erwischt Diagnose: Materialermüdung Ursache: mehrere 58 Kapriolen Das eigenwillige Verhalten eines Gleichrichters 62 Ein spannender Fall Korrosion in Batterien führte zum Ausfall 68 Kleidungsprobleme Risse in der Stellitierung von Ventilen 72 Abstand halten Schäden an Brennelementen durch zuviel Reibung 76 Loch ohne Leck Gebrochene Meßleitung als Brücke zur Umwelt 82 Sachverhalte Ein sprödes Thema Streit um die Integrität eines Reaktordruckbehälters 88 Wieviel ist genug? Von der Wissenschaft der Probabilistik 98 Heiße Konsequenzen Wie wahrscheinlich ist Feuer in Kabelräumen? 102 GRS-Analysezentrum in Garching Prüfgerät für die Inspektion von Rohren (Rohrmolch)

Vorwort Mit dem vorliegenden Bericht ermöglicht die GRS einer breiten Öffentlichkeit einen Überblick über die Betriebssicherheit der Kernkraftwerke in Deutschland. Grundlage bilden die technisch-wissenschaftlichen Untersuchungen der GRS zu betriebsnahen Sicherheitsfragen. Diese betreffen insbesondere die Auswertung der Betriebserfahrung und die Beurteilung sicherheitstechnischer Verbesserungen für Kernkraftwerke durch den fortgeschrittenen Stand von Wissenschaft und Technik. Die belastbare Klärung komplexer Sachverhalte erforderte langwierigere Untersuchungen und begründet den zeitlichen Verzug in den hier insbesondere behandelten Sicherheitsfragen der Jahre 1994 bis 1998 mit Schwerpunkt 1996. Die Vorbereitungen für den nachfolgenden Bericht bestätigen den hier aufgezeigten Trend der Betriebssicherheit der Kernkraftwerke. Es wurde versucht, diesen Bericht trotz der schwierigen Materie auch für den Nichtfachmann verständlich und ansprechend zu halten. Das technische Verstehen soll mit einer Vielzahl von Bildern unterstützt werden. Die nüchterne Darstellung einer technisch-wissenschaftlichen Veröffentlichung wurde bewußt verlassen. Die Bewertung der Sicherheit von Kernkraftwerken und ihre beständige Verbesserung auf Grund neuerer Anforderungen aus der Betriebserfahrung, den laufend durchgeführten Sicherheitsanalysen sowie der Forschung und Entwicklung sind zentrale Aufgaben der GRS seit ihrer Gründung. Hier hat sie internationale Kompetenz erworben. Diese stellt sie insbesondere in den Dienst des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit. Es beaufsichtigt die in den Bundesländern für Kernkraftwerke zuständigen Ministerien, daß diese die ihnen übertragene Aufsicht über den Vollzug des Atomgesetzes zweckmäßig und ausgewogen wahrnehmen. Angesichts der Komplexität der technischen, physikalischen und chemischen Zusammenhänge in Kernkraftwerken läßt sich die Lösung der gestellten Aufgaben nur interdisziplinär, das heißt bei gleichzeitigem Einsatz unterschiedlicher Wissensgebiete erreichen. Dabei ist eine internationale Kooperation schon allein wegen der vergleichsweise geringen Betriebserfahrung mit den Kernkraftwerken in Deutschland unabdingbar. Die vernetzte und gleichzeitig komplementäre Vorgehensweise hat sich als effektive und rationelle Methode von Anfang an bewährt. Mit ihr können mögliche Schwächen zuverlässig und frühzeitig erkannt werden, und zwar lange bevor es zu ernsthaften Störungen und/oder Störfällen im praktischen Betrieb kommt. Aus den analysierten Befunden und Ereignissen der Betriebserfahrung können dann Empfehlungen zur Abhilfe abgeleitet und an alle für die Sicherheit zuständigen Behörden und Fachorganisationen sowie an die Betreiber von Kernkraftwerken durch sogenannte Weiterleitungsnachrichten übermittelt werden. 2 Vorwort

Fachliche Stellungnahmen zu neueren Erkenntnissen aus sicherheitstechnischen Untersuchungen und der Sicherheitsforschung können von den zuständigen Behörden zur zweckmäßigen und ausgewogenen Behandlung von Fachthemen bei der Aufsicht herangezogen werden. Im Berichtszeitraum(1996) waren in Deutschland 20 Kernkraftwerke leistungsbereit und 19 tatsächlich in Betrieb. Diese Anlagen deckten mit über 22 Millionen Kilowatt installierter elektrischer Leistung mehr als ein Drittel des Strombedarfs. Bis heute hat sich insgesamt eine Betriebserfahrung von über 500 Reaktorbetriebsjahren angesammelt. Deutsche Kernkraftwerke zeichnen sich durch eine weltweit führend hohe Verfügbarkeit aus. Dies ist ein Ausdruck ihrer hervorragenden Zuverlässigkeit und ein Erfolg der aufwendigen Inspektionen und vorbeugenden Instandhaltung. Befunde und Störungen, die dennoch auftreten, werden genauestens analysiert und dienen als Basis für die ständige Überprüfung und weitere Verbesserungen. Es zeigt sich, daß die Kernkraftwerke eine große Toleranz gegen in der Technik nicht vermeidbare, einzeln auftretende Fehler haben. Jedoch wird auch deutlich, daß die Suche nach systematischen Fehlern verstärkter Aufmerksamkeit bedarf. Trotz jeweils getroffener Gegenmaßnahmen zeigen sich derartige Fehler immer wieder in unterschiedlichen Varianten. Rechtzeitig entdeckt, verlieren sie ihre sicherheitstechnische Bedeutung. Werden Fehler jedoch zu spät aufgespürt, bergen sie die Gefahr, daß die mehrfach vorhandenen Sicherheitseinrichtungen dann nicht wirksam sind, wenn sie eventuell gebraucht werden. Inspektionen und vorbeugende Instandhaltung sind daher zukünftig verstärkt auf solche systematischen Fehler auszurichten. Sich abzeichnenden alterungsbedingten Erscheinungsformen ist verstärkte Aufmerksamkeit zu widmen. Der vorliegende Bericht gibt nicht nur einen Überblick über die Betriebssicherheit der Kernkraftwerke in Deutschland, sondern bietet dem Leser auch die Möglichkeit, die Vorgehensweise der GRS bei ihren betriebsnahen Untersuchungen nachzuvollziehen. Die eingangs dargestellten wichtigen Zusammenhänge der Reaktorsicherheit sollen das Verständnis erleichtern. Die GRS möchte mit diesem Bericht dem interessierten Leser einen ihrer Kernarbeitsbereiche auf dem Gebiet der Reaktorsicherheit vorstellen. Er soll dabei einen Einblick erhalten in die hohe wissenschaftlich-technische Fachkompetenz der GRS und das interdisziplinäre Zusammenspiel der verschiedenen Fachgebiete der Reaktorsicherheit, die in der GRS vertreten und für diese komplexe Aufgabenstellung auch erforderlich sind. Vorwort 3

GRS Köln Der GRS Garching Dienstleister Schwerpunkte der GRS-Arbeit sind: Forschung und Entwicklung zur Verbesserung der Sicherheit kerntechnischer Anlagen Untersuchungen und sicherheitstechnische Bewertungen nuklearer und nichtnuklearer Anlagen Forschung und sicherheitstechnische Analysen auf dem Gebiet der Entsorgung einschließlich Endlagerung radioaktiver und chemischtoxischer Abfälle Untersuchungen zum Strahlen- und Umweltschutz Aufgaben und Auftraggeber der GRS Die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbh sieht ihre wesentlichen Aufgaben darin, Erkenntnisse und Methoden, die dem Schutz von Mensch und Umwelt vor Gefahren und Risiken technischer Anlagen dienen, bereitzustellen und weiterzuentwickeln. Ihre Arbeit konzentriert sich insbesondere auf die kerntechnische Sicherheit und die nukleare Entsorgung. Für diese Bereiche ist die GRS die zentrale technisch-wissenschaftliche Expertenorganisation in Deutschland. Ihre fachliche Kompetenz gründet die GRS auf eigene Forschungs- und Entwicklungsarbeiten, technische Analysen und die Beurteilung des praktischen Betriebs der technischen Anlagen. Bei ihren Arbeiten erfüllt sie den Anspruch, den internationalen Stand von Wissenschaft und Technik zu Grunde zu legen. Die Experten der GRS arbeiten unabhängig von fachlichen Weisungen. Die GRS verfügt bei ihren insgesamt rund 540 Mitarbeitern über mehr als 400 qualifizierte Ingenieure und Wissenschaftler folgender Fachgebiete: Maschinenbau, Elektrotechnik, Physik, Kerntechnik, Verfahrenstechnik, Sicherheitstechnik, Bautechnik, Geophysik, Geochemie, Chemie, Meteorologie, Biologie, Mathematik, Informatik und Rechtswissenschaft. 4 Wir über uns

GRS Berlin GRS Braunschweig Ihren Sitz hat die GRS in Köln und weitere Betriebsteile in Garching bei München, Berlin und Braunschweig sowie technische Büros in Paris, Moskau und Kiew. Die Sachverständigen der GRS arbeiten schon seit Beginn der Kernenergieentwicklung in Deutschland in vielen internationalen Gremien mit. Darüber hinaus zeigt eine Reihe von Kooperationen mit ausländischen Partnern die starke internationale Ausrichtung der GRS. Dazu zählt in erster Linie die Zusammenarbeit mit ihrer französischen Partnerorganisation Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN). Die GRS finanziert sich über Aufträge, die in Form von Projekten durchgeführt werden. Hauptauftraggeber sind das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU), das Bundesministerium für Wirtschaft und Technologie (BMWi) sowie das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS). Weiterhin erhält die GRS Aufträge von Landesbehörden, dem Umweltbundesamt und dem Auswärtigen Amt. Wichtigster ausländischer Auftraggeber ist die Europäische Kommission. Das Gesamtauftragsvolumen der GRS beträgt jährlich rund 108 Millionen DM. Gesellschafter der GRS sind die Bundesrepublik Deutschland, vertreten durch den BMU, die Bundesländer Nordrhein-Westfalen und Bayern sowie die Technischen Überwachungs-Vereine und der Germanische Lloyd. Die GRS ist zertifiziert nach DIN EN ISO 9001. Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbh Schwertnergasse 1 50667 Köln Telefon (0221) 20 68-0 Telefax (0221) 20 68-888 Forschungsinstitute 85748 Garching Telefon (089) 32 004-0 Telefax (089) 32 004-300 Kurfürstendamm 200 10719 Berlin Telefon (030) 88 589-0 Telefax (030) 88 589-111 Theodor-Heuss-Straße 4 38122 Braunschweig Telefon (0531) 80 12-0 Telefax (0531) 80 12-200 www.grs.de Wir über uns 5

Brunsbüttel Brokdorf Rostock Stade Hamburg Krümmel Lage und Funktion Unterweser Emsland Grohnde Hannover Berlin Kernkraftwerke in Deutschland Köln Dresden Mülheim- Kärlich Frankfurt Philippsburg Biblis Obrigheim Grafenrheinfeld Das Kernkraftwerk Krümmel Neckar Isar Standorte der Kernkraftwerke in Deutschland Rund 10 Milliarden Kilowattstunden liefert das Kernkraftwerk Grafenrheinfeld jedes Jahr. Das sind rund 16 Prozent des bayerischen Strombedarfs. Gundremmingen München 95083-14 [ Im Berichtszeitraum waren in der Bundesrepublik Deutschland 20 Kernkraftwerke betriebsbereit. Davon sind 14 Druckwasser- und 6 Siedewasserreaktoren. Das Kernkraftwerk Brokdorf in der Wilstermarsch an der Elbe wurde 1986 fertiggestellt. [ Das Kernkraftwerk Biblis arbeitet mit zwei Blöcken. 6 Sicherheitsphilosophie

Funktionsschema eines Druckwasserreaktors 7 4 1 Brennelemente 2 Reaktordruckbehälter 3 Steuerstäbe 4 Steuerstabantriebe 5 Druckhalter 6 Dampferzeuger 3 1 2 5 Druckwasserreaktor (DWR): Bei einem Druckwasserreaktor transportieren Pumpen das durch die Kernspaltung aufgeheizte Wasser in einem geschlossenen Rohrleitungssystem, dem sogenannten Primärkreislauf, zu den Wärmetauschern. Dort gibt das Wasser einen Teil seiner Wärme ab und fließt wieder zurück zu den Brennelementen im Reaktordruckbehälter, um erneut Wärme aufzunehmen. Dieser Primärkreislauf steht unter einem so hohen Druck daher der Name Druckwasserreaktor, daß sein Wasser trotz einer Temperatur von mehr als 300 C nicht sieden oder verdampfen kann. Dieser Prozeß findet erst im Wärmetauscher, dem sogenannten Dampferzeuger, statt. Er bildet die Nahtstelle zwischen dem Primärkreislauf und dem ebenfalls in sich geschlossenen Wasser-/Dampf- oder Sekundärkreislauf. Das Wasser des Sekundärkreislaufs kommt in den Dampferzeugern zum Sieden, der Dampf treibt die Turbine an. Der entspannte Dampf mit seiner nicht ausnutzbaren Wärme geht in einen wassergekühlten Kondensator. Von dort wird der zu Wasser kondensierte Dampf wieder zu den Dampferzeugern gepumpt. 6 95083-04 7 Kühlmittelpumpe 8 Betonstruktur 9 Stahldichthaut 10 Dampf 11 Wasser Das Kernkraftwerk Brunsbüttel liegt an der Unterelbe. 8 9 10 11 Siedewasserreaktor (SWR): Der Siedewasserreaktor kommt mit nur einem geschlossenen Kreislauf aus. Das Kühlwasser verdampft zum großen Teil bereits im Reaktordruckbehälter. Dieser Dampf treibt direkt die Turbine und den angekoppelten Generator an, der die mechanische Energie in Elektrizität umwandelt. Wenn der Dampf seine nutzbare Energie in der Turbine abgearbeitet hat, wird er im Kondensator wieder zu Wasser verflüssigt. Dieses Wasser strömt erneut durch den Reaktorkern der Wasser-/Dampf-Kreislauf ist geschlossen. Anders als beim Druckwasserreaktor gehört beim Siedewasserreaktor auch die Turbine zum sogeannnten Kontrollbereich, dessen Radioaktivität ständig überwacht wird und der nur unter besonderen strahlenschutztechnischen Sicherheitsauflagen betreten werden darf. Funktionsschema eines Siedewasserreaktors (Baulinie 72) 3 4 5 2 1 7 6 95083-05 8 9 10 11 1 Brennelemente 2 Reaktordruckbehälter 3 Steuerstäbe 4 Steuerstabantriebe 5 Umwälzpumpen 6 Kondensationskammer 7 Sicherheits- und Abblaseventile 8 Betonstruktur 9 Stahldichthaut 10 Dampf 11 Wasser Sicherheitsphilosophie 7

Reaktorsicherheit das oberste Gebot Die Schutzziele Alle Maßnahmen im Umfeld der Reaktorsicherheit dienen letztlich einem obersten Sicherheitsziel: dem Schutz der Bevölkerung und des Kraftwerkspersonals vor radioaktiven Stoffen. Davon abgeleitet sind die Ziele, den Reaktor jederzeit abschalten und im abgeschalteten Zustand halten zu können, auch bei abgeschaltetem Reaktor die im Reaktorkern anfallende Wärme sicher abführen zu können und die Barrieren zum Einschluß der radioaktiven Stoffe dichthalten zu können. Mehrstufige, gestaffelte Sicherheitsvorkehrungen als grundlegendes Prinzip der Reaktorsicherheit. Nachrüstungen sorgen auch bei älteren Anlagen für ein hohes Sicherheitsniveau. Sicherheit wird regelmäßig überprüft. Die drei Ziele Uran Krypton 1. sichere Abschaltung Neutron des Reaktors, 2. sichere Wärmeabfuhr und 3. sicherer Einschluß der radioaktiven Stoffe werden Schutzziele genannt und bilden zusammen mit dem obersten Sicherheitsziel das Schutzzielkonzept der Reaktorsicherheit. Zunehmend wird ein viertes Schutzziel genannt: Begrenzung der Strahlenexposition. Dieses Schutzziel kann aber auch als eine Erweiterung des sicheren Einschlusses der radioaktiven Stoffe interpretiert werden.die Einhaltung dieses Schutzzielkonzepts garantiert einen sicheren Reaktorbetrieb. Das Schutzzielkonzept definiert nicht nur die Grundzüge der Reaktorsicherheit, sondern wird zunehmend auch benutzt, um das Sicherheitsniveau vor allem der älteren Kraftwerke nachzuweisen. Dazu mehr am Ende dieses Kapitels. Barium Kernspaltung mit der Bildung radioaktiver Stoffe (beispielhaft) Kernspaltung Bei der Kernspaltung wird Energie (in Form von Wärme) freigesetzt, die im Kernkraftwerk in elektrische Energie umgewandelt und damit technisch nutzbar gemacht wird. Dabei entstehen unvermeidlich radioaktive Stoffe. Die betriebsbedingten Ableitungen radioaktiver Stoffe schlagen bei der Strahlenexposition der Bevölkerung kaum zu Buche. Sie beträgt weniger als ein Prozent der natürlichen Strahlenexposition. Insgesamt schöpfen die Kernkraftwerke nur zu einem kleinen Teil den Jahresgrenzwert für die Strahlenexposition der Bevölkerung aus. 8 Sicherheitsphilosophie

Das mehrstufige Schutzkonzept Das Schutzzielkonzept wird in der Reaktorsicherheit durch die Maßnahmen des gestaffelten Sicherheitskonzepts erreicht. Diese umfassen als wichtigste Maßnahme den sicheren Einschluß der radioaktiven Stoffe, die im wesentlichen im Reaktorkern während des Betriebs entstehen und dort auch konzentriert sind. Der Einschluß dieser radioaktiven Stoffe erfolgt bei Kernkraftwerken durch mehrere, hintereinander angeordnete Barrieren, die sich zwischen den radioaktiven Stoffen und der Kraftwerksumgebung befinden. Diese Barrieren sind konkret die Brennstabhüllen, die den Brennstoff umschließen, der Reaktorkühlkreislauf, der das für die Brennstabkühlung benötigte Kühlmittel umschließt, und der Sicherheitsbehälter, der den Reaktorkühlkreislauf umschließt. Die Dichtheit bzw. Integrität der Barrieren kann durch vielfältige Einflüsse aus den Kraftwerksprozessen gefährdet werden, aber auch durch Einflüsse wie Brand, Erdbeben oder Flugzeugabsturz. Deshalb werden die Barrieren durch umfangreiche Sicherheitsvorkehrungen geschützt. Weil diese Sicherheitsvorkehrungen mehrstufig aufgebaut sind und sukzessive zum Einsatz kommen, sprechen Sicherheitsfachleute von einem mehrstufigen Schutzkonzept oder, zusammen mit den Barrieren, vom gestaffelten Sicherheitskonzept (im internationalen Sprachgebrauch als defense-indepth bezeichnet). Das mehrstufige Schutzkonzept besteht aus technischen Einrichtungen sowie aus organisatorischen Maßnahmen, die jeweils zusammengefaßt den einzelnen Stufen auch als Sicherheitsebenen bezeichnet zugeordnet werden. Jede Sicherheitsebene verfolgt konkrete, ihr zugedachte Ziele. So ist Ziel der Ebene 1 den ungestörten Anlagenbetrieb (Normalbetrieb) zu gewährleisten. Folgerichtig bestehen die zugehörigen Schutzmaßnahmen zum einen aus technischen Einrichtungen und betrieblichen Abläufen mit hoher Qualität, zum anderen aus qualifiziertem Personal mit sicherheitsbezogenem Handeln. Ebenso gehört zu dieser Ebene ein ausgewogenes Instandhaltungskonzept mit wiederkehrenden Prüfungen, Inspektions- und Wartungsmaßnahmen. Ungestörter Anlagenbetrieb bedeutet einen Betrieb frei von Störungen und Störfällen. Jede Ebene enthält sicherheitstechnische Ziele und ein Bündel von Maßnahmen, die das Erreichen der Ziele gewährleisten. Die Ebenen sind gestaffelt aufgebaut, d.h., im Falle einer Störung oder eines Störfalles werden sie nacheinander wirksam. Nur wenn Ebenen unwirksam sind, kann sich der Anlagenzustand zu der nächsten Ebene hin verlagern. Das heißt, aus einer Betriebsstörung kann sich ein Störfall entwickeln oder aus einem Störfall ein Unfall. Schematische Darstellung des mehrstufigen Schutzkonzeptes Ebene 4 Unfall Ziel: a: Beherrschung seltener Ereignisse; b: Vermeidung von Kernschäden; c: Schadensminderung bei Kernschäden Schutzmaßnahme: Spezielle Maßnahmen Maßnahmen des anlageninternen Notfallschutzes Ebene 3 Störfall Ziel: Beherrschung von Auslegungsstörfällen Schutzmaßnahme: Inhärent sicheres Anlagenverhalten und Sicherheitssysteme Ebene 2 Störung Ziel: Verhinderung von Störfällen Schutzmaßnahme: Inhärent sicheres Anlagenverhalten und technische Einrichtungen, zum Beispiel Begrenzungseinrichtungen Ebene 1 Normalbetrieb Ziel: Verhinderung von Betriebsstörungen und Minimierung der Abgaben radioaktiver Stoffe Schutzmaßnahme: Hohe Qualität technischer Einrichtungen und der betrieblichen Abläufe sowie sicherheitsbezogenes Handeln 9

Nukleartechnische Barrieren 1. Barriere: Die gasdicht verschweißten Brennstabhüllrohre umschließen den Brennstoff mit den Spaltprodukten. 2. Barriere: Der Reaktordruckbehälter, zusammen mit dem geschlossenen Reaktorkühlkreislauf, umschließt das Kühlmittel, das den Reaktorkern durchströmt. 3. Barriere: Der Sicherheitsbehälter aus Stahl. Er umschließt den Reaktorkühlkreislauf gasdicht und druckfest und schützt so die Umgebung vor radioaktiven Stoffen, die aus dem Reaktorkühlkreislauf entweichen könnten. Er kann alle Belastungen aufnehmen, die sich bei Störfällen in der Reaktoranlage ergeben und nicht von den vorgelagerten Barrieren abgefangen wurden. Nukleartechnische Barrieren Die Ebene 2 umfaßt Maßnahmen zum Erkennen und Beherrschen von Betriebsstörungen (anomaler Betrieb), das heißt, sie sorgen dafür, daß sich Störungen nicht zu Störfällen ausweiten. Diese Maßnahmen sind beispielsweise Begrenzungseinrichtungen und Überwachungssysteme, die Schäden erkennen, noch bevor sie sich zu Störfällen ausweiten. Maßnahmen der Ebene 2 kommen zum Einsatz, Auslegungsstörfälle wenn der ungestörte Betrieb aus irgendwelchen Gründen dies sind in der Regel technische Störungen nicht fortgesetzt werden kann. Auslegungsstörfälle sind ausgewählte Sollte eine Störung auftreten und gleichzeitig die Maßnahmen der Störfälle, die für die Ebene 2 unwirksam bleiben, kann sich diese zu einem Störfall ausweiten. Jetzt greifen die Maßnahmen der Ebene 3 und stellen sicher, Dimensionierung und Gestaltung (Auslegung) der Sicherheitswerk also in einem sicheren Zustand gehalten und die Bevölkerung daß die oben erläuterten Schutzziele eingehalten werden, das Kraftsysteme zur Beherrschung des gesamten gehören die Sicherheitssysteme mit ihrer hohen Qualität und groß- vor unzulässiger Strahlenbelastung geschützt wird. Zur Ebene 3 Störfallspektrums zügigen Auslegung. Das bedeutet, es sind stets mehr Einrichtungen repräsentativ sind. Sie vorhanden, als zur Störfallbeherrschung erforderlich sind. Es sind beruhen auf Sicherheitsanalysen, Begut- gleichartige Einrichtungen nicht durch eine einzige Ursache gleichzei- Vorkehrungen getroffen, die dafür sorgen, daß mehrfach vorhandene achtungen und tig ausfallen. Die Sicherheitssysteme sind gegen Brand geschützt, Betriebserfahrung. Die und ihr Betrieb ist unabhängig von einer äußeren Energieversorgung. Beherrschung von Auslegungsstörfällen impli- Die Funktionsfähigkeit wird regelmäßig durch Prüfungen nachgewiesen. ziert die Einhaltung des 10 Schutzzielkonzepts. Sicherheitsphilosophie

Die Ebene 4 umfaßt alle Maßnahmen, mit der Ereignisse beherrscht werden sollen, bzw. die Auswirkungen von Ereignissen gemindert werden sollen, die über die Ereignisse der Ebene 3 hinausgehen. Diese Ereignisse treten extrem selten auf. Zu ihnen gehört beispielsweise der Absturz eines Flugzeuges (Ebene 4a) auf ein Kernkraftwerk oder der Ausfall von Sicherheitssystemen bei einem eingetretenen Störfall (Ebene 4b). Letzteres bedeutet Unwirksamkeit der Ebene 3. Da diese Ereignisse sehr selten auftreten, sind nicht in gleichem Umfang vorgeplante Einrichtungen zur Beherrschung vorhanden, vielmehr wird von anderen vorhandenen Systemen Gebrauch gemacht. Ereignisse der Ebene 4 sind also keine Auslegungsstörfälle. Teilweise sind auch spezielle Einrichtungen eingebaut worden, mit denen über die Störfälle hinausgehende Ereignisse noch so beherrscht werden, daß keine Schäden am Reaktorkern entstehen. Sollten sich Ereignisse der Ebene 4 trotz aller eingeleiteter Maßnahmen so weiter entwickeln, daß die erste Barriere die Brennstabhüllrohre beschädigt wird, spricht man von einem Ereignis der Ebene 4c. Es kann jetzt zum Austritt radioaktiver Stoffe kommen. Alle Maßnahmen zielen jetzt darauf ab, die radioaktiven Stoffe innerhalb der letzten Barriere dem Sicherheitsbehälter zu halten und die Auswirkungen auf die Umgebung zu minimieren. Zu den Maßnahmen zählt das Zuschalten spezieller Filtereinrichtungen oder Maßnahmen des Umgebungsschutzes. Inhärente Sicherheit Unter der inhärenten Sicherheit versteht man die Eigenschaft einer Reaktoranlage, Schutzziele allein aufgrund physikalischer Effekte und ohne spezielle Schutzaktionen zu erreichen, z.b. Begrenzen eines schnellen, unkontrollierten Leistungsanstiegs auf Grund prompter Rückkopplungseigenschaften des Reaktorkerns. INSAG Die International Safety Advisory Group (INSAG) ist eine Organisation der Internationalen Atomenergie Organisation (IAEO), die mit internationalen Experten besetzt ist. Sie gibt unter anderem Regeln zu grundlegenden Fragen der Kerntechnik heraus. Die Regel INSAG-3 (Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants) enthält grundlegende Anforderungen an Herstellung und Konstruktion, die Störfallbeherrschung, die Betriebsführung und den Strahlenschutz bei Kernkraftwerken. Das gestaffelte Sicherheitskonzept Die Barrieren zum Einschluß der radioaktiven Stoffe und das mehrstufige Schutzkonzept zusammen bilden das gestaffelte Sicherheitskonzept. Dieses Grundprinzip der Reaktorsicherheit ist seit Beginn des Einsatzes von Kernkraftwerken in Deutschland vor mehr als 30 Jahren unverändert geblieben, doch hat sich die technische Realisierung auf Grund von Erkenntnissen aus dem Reaktorbetrieb, aus der Reaktorsicherheitsforschung und auf Grund des allgemeinen technisch-wissenschaftlichen Fortschritts in zahlreichen Punkten weiterentwickelt. Die Barrieren sind bei allen Kernkraftwerken grundsätzlich gleich, das mehrstufige Schutzkonzept hingegen ist bei einzelnen Kernkraftwerken unterschiedlich realisiert. Dies liegt am unterschiedlichen Alter der Kraftwerke. Die technische Ausführung eines Kraftwerkes spiegelt sich immer an dem während des Errichtungszeitpunktes vorhandenen Stand von Sicherheitsphilosophie 11

Die Internationale Atomenergie Organisation in Wien Das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit in Bonn Das Bundesamt für Strahlenschutz in Salzgitter Deterministische und probabilistische Bewertung Die deterministische Bewertung geht von Versagenskriterien der technischen Praxis aus. Dabei wird überprüft, ob diese Kriterien über oder unterschritten werden, und danach das Ausfallverhalten beurteilt. Sie verwendet vereinfachende, auf der sicheren Seite liegende Annahmen und berücksichtigt Unsicherheiten durch Sicherheitszuschläge. Die probabilistische Bewertung geht davon aus, daß der Ausfall immer gegeben und nur eine Frage der Wahrscheinlichkeit ist. Bei der Feststellung der Ausfallwahrscheinlichkeiten wird die vorhandene Betriebserfahrung quantitativ berücksichtigt und die Unsicherheit der Aussagen ermittelt. Wissenschaft und Technik wider. Ein ganz wesentlicher Aspekt der Reaktorsicherheitspraxis ist, daß alle Kernkraftwerke nicht auf dem einmal vorhandenen Sicherheitsniveau verbleiben, sondern ständig durch Nachrüstungen an den neuesten Sicherheitsstandard herangeführt werden. Diesem Umstand ist es zu verdanken, daß die Gestaltung des mehrstufigen Schutzkonzeptes von älteren Anlagen mit dem neuerer durchaus vergleichbar ist. Alle Kraftwerke erreichen das nach der internationalen Richtlinie INSAG-3 empfohlene Sicherheitsniveau. Kontinuierliche Verfolgung des Sicherheitsniveaus Die Sicherheit einer Anlage wird vor der Inbetriebnahme im Rahmen des Genehmigungsverfahrens bewertet, dessen einzelne Schritte, Überprüfungen und Sicherheitsdokumentationen durch das kerntechnische Regelwerk festgelegt sind. Nach der Inbetriebnahme ist für die gesamte Betriebszeit einer Anlage zu gewährleisten, daß der einmal genehmigte Sicherheitsstatus mindestens erhalten bleibt bzw. mit der Entwicklung der Sicherheitstechnik fortschreitet. Dazu werden Sicherheitsbewertungen kontinuierlich im Rahmen des Aufsichtsverfahrens, diskontinuierlich oder periodisch durch spezielle Sicherheitsüberprüfungen und anhand von Risikostudien durchgeführt. Die Einhaltung der technischen Vorschriften wird gemäß Regelwerk oder schutzzielorientiert nach deterministischen Gesichtspunkten beurteilt. Dabei wird überprüft, ob das Regelwerk getreu oder sinngemäß bezüglich des obersten Sicherheitsziels und der Schutzziele eingehalten wird. Letztere Vorgehensweise nennt man schutzzielorientierte Sicherheitsanalyse. Darüber hinaus gibt es wichtige Erkenntnisse zur Sicherheit aus dem langjährigen Anlagenbetrieb. Diese Betriebserfahrung fließt bei den probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA) systematisch in die Beurteilung des Sicherheitsniveaus eines Kernkraftwerkes ein. Die probabilistische Sicherheitsanalyse ergänzt die deterministische Analyse. International ist es üblich, die Erkenntnisse aus probabilistischen Sicherheitsanalysen zur Sicherheitsbewertung heranzuziehen. 12 Sicherheitsphilosophie

Nationale und internationale Institutionen, die auf dem Gebiet der Reaktorsicherheit tätig sind Die Internationale Atomenergie Organisation (IAEO) ist die zentrale zwischenstaatliche Stelle für wissenschaftliche und technische Zusammenarbeit auf dem Gebiet der Kerntechnik. Sie wacht über die weltweite Einhaltung kerntechnischer Sicherheitsstandards und führt Programme zur internationalen Harmonisierung von Sicherheitsanforderungen durch. Die Nuclear Energy Agency (NEA), gegründet 1958, ist eine Organisation innerhalb der OECD (Organization for Economics Co-operation and Development) mit Sitz in Paris. Sie trägt zur Entwicklung der Kernenergie als sichere, umweltverträgliche und wirtschaftliche Energiequelle innerhalb der 27 Mitgliedsstaaten bei. Zentrale Arbeitsgebiete sind: die nukleare Sicherheit, der Strahlenschutz, Abfallmanagement, Öffentlichkeitsarbeit, Regelwerke und die kerntechnische Weiterentwicklung. Wichtigste Organe sind die mit internationalen Experten besetzten Technischen Komitees. Die GRS vertritt hier die Bundesrepublik. Das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) nimmt auf dem Gebiet der kerntechnischen Sicherheit die Zweckmäßigkeitsaufsicht über die Länder wahr (Bundesaufsicht). Die Länder vollziehen das Atomgesetz im Auftrag des Bundes. Das BMU kann im Falle unterschiedlicher Auffassungen gegebenenfalls verbindliche Weisungen an die Landesbehörden erteilen. Im Rahmen der Zweckmäßigkeitsaufsicht nimmt der BMU länderübergreifende und koordinierende Aufgaben wahr, zum Beispiel bei der Formulierung sicherheitstechnischer Vorschriften, auf dem Gebiet des nationalen Erfahrungsaustausches oder der internationalen Zusammenarbeit. Das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) ist eine Behörde im Geschäftsbereich des BMU. Es nimmt Vollzugsaufgaben des Bundes nach dem Atomgesetz und dem Strahlenschutzvorsorgegesetz wahr, erfüllt Aufgaben auf dem Gebiet des Strahlenschutzes, der kerntechnischen Sicherheit, der Beförderung radioaktiver Stoffe und der Entsorgung radioaktiver Abfälle. Es unterstützt das Umweltministerium bei der Wahrnehmung der Bundesaufsicht. Das internationale Regelwerk INSAG-3 gibt auf internationaler Ebene ein zu erreichendes Sicherheitsniveau vor. In deutschen behördlichen Vorschriften gibt es noch keine expliziten Vorgaben für probabilistische Orientierungswerte. Dessenungeachtet werden auch in Deutschland probabilistische Analysen durchgeführt. Die Ergebnisse bescheinigen den deutschen Kernkraftwerken ein Sicherheitsniveau, das weit über den internationalen Mindeststandard hinausgeht. Die Sicherheitsbewertungen und die dabei zu führenden Nachweise erbringen grundsätzlich die Betreiber der Kernkraftwerke. Die Überprüfung dieser Bewertung obliegt der für das Kraftwerk zuständigen Aufsichtsbehörde und den von ihr hinzugezogenen Sachverständigen. Im Fall anlagenübergreifender Sicherheitsbewertungen obliegt die Überprüfung dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit und seinen Beratungsgremien oder Sachverständigenorganisationen. Die GRS ist als Sachverständigenorganisation in die Überprüfungen und Bewertungen einbezogen. Sicherheitsphilosophie 13

Sicherheitstechnische Einrichtungen in einem Kernkraftwerk Not- und Nachkühlung Zusatzboriersystem Gebäudeabschluß Notstrom G Sicherheitsbehälter Druckwasserreaktor RESA Abblasestation Die umfangreichen technischen Sicherheitssysteme in einem Kernkraftwerk greifen bei etwaigen Störfällen automatisch ein, um die Barrieren zu schützen, die Spaltprodukte sicher einzuschließen und die Schadensfolgen soweit wie möglich zu begrenzen. Bei einem Druckwasserreaktor umfassen die Sicherheitseinrichtungen beispielsweise: Das Reaktorschutzsystem erfaßt alle sicherheitstechnisch relevanten Meßgrößen und leitet beim Erreichen von Grenzwerten automatisch Schutzaktionen ein. zur Turbine vom Speisewassersystem Noteinspeisung Nachkühlkette Sicherheitstechnische Einrichtungen Das System zur Reaktorschnellabschaltung (RESA) unterbricht die Kettenreaktion in Sekundenschnelle. Damit reduziert sich die Wärmeproduktion im Reaktorkern auf die Nachzerfallswärme. Das Notstromsystem versorgt bei Stromausfall alle sicherheitstechnisch wichtigen Komponenten mit elektrischer Energie. Das Not- und Nachkühlsystem führt nach dem Abschalten und Abkühlen des Reaktors langfristig die Nachzerfallswärme ab. Außerdem hat es die Aufgabe, bei einem Kühlmittelverlust das ausströmende Wasser im Reaktorkühlkreislauf zu ersetzen. Das Noteinspeisesystem übernimmt den Abtransport der Wärme aus den Dampferzeugern, wenn das Hauptspeisewassersystem nicht zur Verfügung steht. Das Gebäudeabschlußsystem mit seinen Lüftungsklappen und Ventilen riegelt den Sicherheitsbehälter bei allen Störungen und Störfällen, die radioaktive Stoffe freisetzen können, hermetisch gegen die Außenatmosphäre ab. Das Zusatzboriersystem ergänzt Kühlmittel bei äußeren Einwirkungen, es wird beim Dampferzeugerheizrohrbruch benötigt und kann den Reaktor durch Borsäureeinspeisung abschalten, wenn die Reaktorschnellabschaltung nicht verfügbar sein sollte. 14 Sicherheitsphilosophie

Die sicherheitstechnischen Einrichtungen beim Siedewasserreaktor dienen den gleichen Zielen wie die des Druckwasserreaktors. Wegen des anderen Konzepts des Siedewasserreaktors haben die sicherheitstechnischen Einrichtungen beim Druckwasserreaktor teilweise eine andere Funktionsweise. Die Baulinie 69 und die Baulinie 72 unterscheiden sich in erster Linie bei den Einrichtungen für die Not- und Nachkühlung. Das Entlastungssystem dient zur Druckentlastung des Reaktordruckbehälters bei Störfällen, beispielsweise wenn der Turbinenkondensator für die Dampfabnahme nicht mehr zur Verfügung steht. Dazu wird nach Öffnen von Ventilen der Dampf in eine Wasservorlage abgeblasen und kondensiert dort. Die Wasservorlage wird über das Not- und Nachkühlsystem gekühlt. Die Ventile des Entlastungssystems nehmen zusätzlich die Funktion von Sicherheitsventilen wahr. Das Vergiftungssystem soll bei Ausfall des Abschaltsystems den Reaktor durch Einspeisen von Borsäure abschalten. Notstrom G Siedewasserreaktor der Baulinie 72 RESA Entlastungssystem 9905001 Gebäudeabschluß Vergiftungssystem Nachkühlkette Not- und Nachkühlsystem Sicherheitsphilosophie 15

Von Zeit und Arbeit Verringerung der Stillstandszeiten Das Kernkraftwerk Gundremmingen besteht aus drei Blöcken mit Siedewasserreaktoren. Block A wurde 1980 stillgelegt. Die Blöcke B und C sind seit 1984 in Betrieb. 16 Spiegelbild der Sicherheit im Betrieb

Einige grundlegende Daten sollen die Nutzung der Kernenergie im Jahre 1996 in der Bundesrepublik Deutschland veranschaulichen. Es waren 20 Kernkraftwerke betriebsbereit mit einer installierten elektrischen Leistung (Bruttoleistung) von insgesamt 23 451 MWe (MWe = Millionen Watt, elektrisch). Für die Einspeisung in das Netz standen 22 282 MWe (Nettoleistung) bereit. Die Differenz benötigten die Kernkraftwerke für den Betrieb der anlageninternen Verbraucher, wie Pumpen, Ventile, Steuerung. Seit Aufhebung seiner ersten Teilerrichtungsgenehmigung 1988 steht der Druckwasserreaktor Mülheim-Kärlich still. Der Betreiber drängt jedoch auf eine Wiederinbetriebnahme. Mehr Betriebsarbeit trotz der Abschaltung von Würgassen Die installierte Bruttoleistung ist in den Jahren 1995 bis 1998 kontinuierlich gestiegen. Ursache dafür sind betriebliche Verbesserungen. Den wesentlichen Beitrag leisteten Steigerungen des Wirkungsgrades an Turbine und Generator. Der Wirkungsgrad beschreibt, welcher Anteil der eingesetzten Energie (Dampf) in Strom umgewandelt wird. Die Veränderungen betrafen das Profil der Schaufeln der Turbinen und bewirken somit eine bessere Umsetzung des strömenden Dampfes in eine drehende, den Generator treibende Bewegung. Zudem wurde auch die Anzahl der Schaufelreihen erhöht. Auch wenn die endgültige Abschaltung des Kernkraftwerkes Würgassen Die beiden Druckwasserreaktoren des Gemeinschaftskernkraftwerks Neckar wurden 1976 und 1989 in Betrieb genommen. (1994) die installierte Leistung an Kernenergie in der Bundesrepublik Deutschland um 670 MWe verringert hat, sank die Gesamtbruttoleistung 1998 nur um 421 MWe gegenüber 1994. Grund dafür sind die von mehreren Kernkraftwerken erbrachten Leistungssteigerungen. Installierte Bruttoleistung in MWe 24 500 24 000 23 500 23 000 22 500 21 500 21 000 1994 1995 1996 1997 1998 Durch den Einbau neuer Schaufelreihen wurde in mehreren Kernkraftwerken der Wirkungsgrad der Turbinen erhöht. Spiegelbild der Sicherheit im Betrieb 17

Ausgewählte Betriebsdaten der Kernkraftwerke Kernkraftwerke geordnet Typ in Betrieb seit Nennleistung Stillstand Betriebsergebnisse nach Inbetriebnahme in Megawatt brutto netto geplant ungeplant Betriebsarbeit Zeit- Brutto in GWh 3 verfügbarkeit in Prozent Obrigheim (KWO) DWR 31.03.1969 357 340 1 1 2 919,6 93,4 Stade (KKS) DWR 19.05.1972 672 640 2 2 5 311,9 91,6 Biblis A (KWB-A) DWR 26.02.1975 1 225 1 167 0 1 4 253,7 39,9 Neckar 1 (GKN-1) DWR 01.12.1976 840 785 1 0 6 513,5 94,5 Biblis B (KWB-B) DWR 31.01.1977 1 300 1 240 2 0 8 389,7 80,7 Unterweser (KKU) DWR 06.09.1979 1 350 1 285 1 2 10 432,0 91,7 Grafenrheinfeld (KKG) DWR 17.06.1982 1 345 1 275 1 1 10 058,4 89,8 Grohnde (KWG) DWR 01.02.1985 1 430 1 360 2 2 11 134,6 89,5 Philippsburg 2 (KKP-2) DWR 18.04.1985 1 424 1 358 1 0 11 472,5 93,3 Brokdorf (KBR) DWR 22.12.1986 1 395 1 326 1 1 11 124,6 93,9 Mülheim-Kärlich (KMK) DWR 01.10.1987 1 302 1 219 0 0 0,0 0,0 Isar 2 (KKI-2) DWR 09.04.1988 1 440 1 365 1 1 10 879,8 90,9 Emsland (KKE) DWR 15.07.1988 1 363 1 290 1 0 11 136,6 93,3 Neckar 2 (GKN-2) DWR 15.04.1989 1 365 1 269 1 0 11 353,4 95,8 Brunsbüttel (KKB) SWR 09.02.1977 806 771 2 1 4 909,6 87,7 Isar 1 (KKI-1) SWR 02.01.1979 907 870 2 4 6 077,3 87,4 Philippsburg 1 (KKP-1) SWR 26.03.1980 926 890 1 5 7 250,6 92,3 Krümmel (KKK) SWR 28.03.1984 1 316 1 260 3 0 8 630,9 85,8 Gundremmingen B (KRB-B) SWR 19.07.1984 1 344 1 284 3 0 9 864,9 90,0 Gundremmingen C (KRB-C) SWR 18.01.1985 1 344 1 288 3 1 9 988,2 92,7 Insgesamt 23 451 22 282 29 22 16 1701,8 Mittelwert 83,7 Mittlere Verfügbarkeit in % 100 95 90 85 80 75 70 65 60 1 davon 12 Tage Stillstand auf Grund fehlender behördlicher Wiederanfahrgenehmigung 2 davon 27 Tage Stillstand wegen vorübergehender Aufhebung der Genehmigung zum Einsatz von Brennelementen des Herstellers General Electric und formaler Bearbeitungszeit für den Zustimmungsbescheid durch die Aufsichtsbehörde 3 GWh = Gigawattstunden; Millionen Kilowattstunden 1994 1995 1996 1997 1998 Bruttoarbeit in GWh Zeitverfügbarkeit Arbeitsverfügbarkeit Bruttoarbeit 170 000 165 000 160 000 155 000 150 000 145 000 140 000 135 000 130 000 Der Rückgang an installierter Leistung wurde mehr als wettgemacht durch die im internationalen Vergleich hervorragenden Betriebsergebnisse. So konnte die in das Netz eingespeiste Energie 1996 gegenüber 1995 um etwa fünf Prozent gesteigert werden. Maßgeblich dafür war die höhere Verfügbarkeit der Anlagen. Die Zeitverfügbarkeit, gemittelt über alle 20 Anlagen (also einschließlich Mülheim-Kärlich), erhöhte sich 1996 gegenüber dem Vorjahr um 4,6 Prozent auf 83,7 Prozent. Die Arbeitsverfügbarkeit konnte ebenfalls um 4,6 auf 82,8 Prozent gesteigert werden. 18 Spiegelbild der Sicherheit im Betrieb

Revisionszeit für 1996 Arbeits- Datum Dauer verfügbarkeit in in Prozent Tagen 93,1 28.09. - 21.10. 24 91,4 09.02. - 10.03. 30 39,7 Stillstand bis 08.08.1996 92,0 15.06. - 05.07. 20 80,1 07.03. - 13.05. 67 91,3 03.05. - 17.06. 45 89,1 25.05. - 30.06. 36 89,2 23.03. - 15.04. 24 93,1 26.07. - 20.08. 25 93,2 28.05. - 21.06. 24 0,0 Stillstand seit 09.09.1988 90,7 21.09.- 24.10. 33 93,2 27.04. - 21.05. 24 95,2 17.08. - 01.09. 15 82,2 27.07. - 28.09. 63 1 86,2 23.02. - 31.03. 37 91,4 15.05. - 09.06. 26 83,9 30.08. - 08.11. 70 2 88,6 20.02. - 07.03. 34 91,7 05.07. - 27.07. 22 82,8 34 Mittlere Zeitverfügbarkeit in % 95 90 85 80 75 70 65 60 1994 1995 1996 1997 1998 alle Anlagen ohne Anlagen mit längeren Stillständen Die Verfügbarkeiten von 1996 liegen im Vergleich mit jenen der Jahre 1994 bis 1995 insgesamt höher. Die vergleichsweise niedrigen Werte des Jahres 1994 sind auf lange Stillstände der Siedewasserreaktoren Brunsbüttel und Krümmel zurückzuführen. In den letzten Jahren ist eine Entwicklung zu beobachten, die Betriebszeiten zwischen den Revisionen zu verlängern. Daher konnten in einigen Jahren Kraftwerke das ganze Jahr über ohne Revision gefahren werden. Interessant ist auch, wenn bei der Betrachtung der Zeitverfügbarkeit diejenigen Anlagen außer acht gelassen werden, die längere Zeit abgeschaltet waren (Mülheim-Kärlich, Brunsbüttel, Krümmel und Biblis A). Dann erreichte die mittlere Zeitverfügbarkeit in den vergangenen fünf Jahren Werte von mehr als 85 Prozent. Verfügbarkeiten Es wird zwischen zwei verschiedenen Verfügbarkeiten unterschieden: Zeitverfügbarkeit und Arbeitsverfügbarkeit. Die sogenannte Zeitverfügbarkeit betrifft die Anlage selbst: Stand die Anlage überhaupt bereit, konnte sie also Strom erzeugen? Dagegen beschreibt die Arbeitsverfügbarkeit die Leistungsfähigkeit der Anlage: Konnte sie 100 Prozent ihrer Leistungsfähigkeit fahren, oder traten Störungen im Kraftwerk auf, die zu einer Leistungsreduzierung führten? Deshalb ist die Arbeitsverfügbarkeit meistens geringer als die Zeitverfügbarkeit. Das Kernkraftwerk Grohnde wurde 1985 in Betrieb genommen. Spiegelbild der Sicherheit im Betrieb 19

Geplante Stillstände 29 mal wurden im Jahr 1996 Kernkraftwerke geplant abgeschaltet. Damit hat sich die Zahl der geplanten Stillstände gegenüber dem Vorjahr um zehn erhöht. 19 Stillstände dienten der Jahresrevision, bei drei weiteren wurden zusätzlich Brennelemente gewechselt. Zur jährlichen Funktionsprüfung der Reaktorschnellabschaltung wurde die Anlage Gundremmingen zweimal planmäßig vom Netz genommen. Die restlichen fünf geplanten Stillstände dienten zur Instandsetzung von Komponenten. Stillstände 35 30 25 20 15 10 5 0 1994 1995 1996 1997 1998 Stillstände geplant Stillstände ungeplant Die Stillstände, die durch behördliche Anordnungen begründet sind, sind in der Grafik nicht berücksichtigt (Brunsbüttel, Krümmel und Biblis-A). Dauer und Gründe für lange, ungeplante Stillstände Anlage Stillstand Dauer Gründe Mülheim-Kärlich seit 09.09.1988 mehr als 10 Jahre Aufhebung der ersten Teilerrichtungsgenehmigung 14 Kilometer flußabwärts von Landshut in Niederbayern liegen die Kernkraftwerke Isar 1 (rechts) und Isar 2 (mit dem großen Kühlturm, links). Brunsbüttel 25.08.1992 bis 1 025 Tage Rißbefunde an Schweiß- 16.06.1995 nähten in austenitischen Rohrleitungen, Ursachenklärung und Schadenbehebung Krümmel 13.08.1993 bis 420 Tage Rißbefunde an Schweiß- 07.10.1994 nähten in austenitischen Rohrleitungen, Ursachenklärung und Schadenbehebung Biblis-A 21.04.1995 bis 475 Tage Tropfleckage an einer 08.08.1996 Erstabsperrarmatur des Not- und Nachkühlsystems, Ursachenklärung und Schadenbehebung Ungeplante Stillstände Die Zahl der ungeplanten Stillstände lag 1996 mit 22 auf dem Niveau der vergangenen Jahre. Auslöser waren in 13 Fällen Turbinen- bzw. Reaktorschnellabschaltungen. In sieben Fällen mußten Anlagen wegen Störungen oder notwendiger Reparaturarbeiten vom Netz. Die Revisionszeiten einschließlich Brennelementwechsel wie auch die Zeiten für Umbauten und Nachrüstungen haben sich in den letzten Jahren kontinuierlich verkürzt. Im Jahre 1998 nahm die mittlere Revisionsdauer zu, weil in drei Anlagen größere Umrüstmaßnahmen vorgenommen wurden, bzw., weil die behördliche Anfahrgenehmigung nicht zum vorgesehenen Zeitpunkt erteilt wurde. Die zeitintensivste Revision im Jahre 1996 fand mit 67 Tagen in Biblis-B statt. Insbesondere wurden Rohrleitungen im Nebenkühlwassersystem und im Volumenregelsystem ausgetauscht, Unterstützungen im Frischdampf- 20 Spiegelbild der Sicherheit im Betrieb

Brennelementwechsel und Revision Kernkraftwerk Grafenrheinfeld: Der Reaktordruckbehälter aus der Vogelperspektive während des Brennelementwechsels Kernkraftwerke werden planmäßig in regelmäßigen Abständen für mehrere Wochen abgeschaltet. In dieser Zeit wird zum einen verbrauchter Brennstoff in Form von Brennelementen durch neuen ersetzt. Zum anderen werden während dieser Zeit umfangreiche Instandhaltungsmaßnahmen durchgeführt. Dazu gehören Prüfungen an Rohrleitungen, Armaturen und Wärmetauschern. Diese Prüfungen können während des Anlagenbetriebs nicht durchgeführt werden, weil wichtige Sicherheitseinrichtungen abgeschaltet werden müßten oder weil beim Anlagenbetrieb die zu prüfenden Systeme und Komponenten nicht zugänglich sind. Mit vielen Prüfungen und Wartungsmaßnahmen werden Spezialfirmen beauftragt. Während einer Revision befinden sich z.t. weit mehr als tausend Fachleute, größtenteils Personal von Spezialfirmen, in der Anlage. Die Koordinierung dieser Arbeiten setzt eine minutiöse Planung und Optimierung der Arbeitsabläufe voraus. Während dieser Zeit ist auch der Technische Überwachungs-Verein anwesend. Seine Aufgabe ist es, die Prüfungen zu überwachen und die Prüfergebnisse zu bewerten. In Ausnahmefällen wenn besondere betriebliche Umstände dies erfordern werden Brennelemente auch ohne eine gleichzeitige Revision gewechselt. system auf Grund einer GRS-Weiterleitungsnachricht ertüchtigt und Meßumformer im Speisewasser- und Frischdampfsystem ersetzt. Ferner wurden in einem Sonderprogramm rund 2 600 Austenit-Schweißnähte an wichtigen sicherheitstechnischen Systemen geprüft. Die bisher kürzeste Revision in der Geschichte der deutschen Kerntechnik fand in der Anlage Neckar 2 statt. Sie dauerte nur 15 Tage. Mitentscheidend war, daß auch während des Leistungsbetriebs Revisionsarbeiten an einzelnen Strängen von Sicherheitssystemen genehmigt worden waren. Mittlere Revisionszeiten in Tagen 60 50 40 30 20 10 0 1994 1995 1996 1997 1998 Das Kernkraftwerk Mülheim-Kärlich ist seit 1988 auf behördliche Anordnung abgeschaltet. 21

Nach Weltmaßstäben Bedeutung meldepflichtiger Ereignisse gering Meldekategorien Wie schnell muß gemeldet werden? Wie in jeder technischen Anlage können auch in Kernkraftwerken Störungen auftreten. Jede Abweichung vom normalen Betrieb in einem Kernkraftwerk, die für die Sicherheit von Bedeutung sein kann, ist meldepflichtig. Die zu meldenden Ereignisse sind in einem Kriterienkatalog beschrieben, der vom Bundesumweltministerium zusammen mit den Bundesländern mit Unterstützung der GRS erstellt und letztmalig 1991 aktualisiert wurde. Danach gibt es vier Meldekategorien. In der Bundesrepublik Deutschland gibt es vier Kategorien, nach denen Ereignisse in Kernkraftwerken gemeldet werden: Kategorie S: Sofortmeldung muß unverzüglich gemeldet werden Kategorie E: Eilmeldung muß innerhalb von 24 Stunden gemeldet werden Kategorie N: Normalmeldung muß innerhalb von 5 Tagen gemeldet werden Kategorie V: Unbefristete Meldung vor Inbetriebnahme des Kernkraftwerks, keine Meldefrist Die Zuordnung zu einer Kategorie orientiert sich an der Dringlichkeit, mit der die Aufsichtsbehörde über das Ereignis informiert werden muß, um gegebenenfalls rechtzeitig Maßnahmen ergreifen zu können. Die Meldekategorie ist allerdings kein Maßstab für die sicherheitstechnische Bedeutung eines Ereignisses. Die Anzahl der meldepflichtigen Ereignisse hat sich in den vergangenen Jahren kontinuierlich verringert. Das Bundesamt für Strahlenschutz veröffentlicht die meldepflichtigen Ereignisse in regelmäßigen Abständen. 22 Spiegelbild der Sicherheit im Betrieb

Für das Jahr 1996 wurden 136*) solcher Ereignisse an die Aufsichtsbehörden gemeldet. Bis auf zwei, die innerhalb von 24 Stunden zu melden waren (Kategorie E), betrug die Meldefrist 5 Tage (Kategorie N). Neun betrafen dabei die stillgelegten Anlagen Würgassen sowie Greifswald und Rheinsberg auf dem Gebiet der ehemaligen DDR, neun weitere die seit 1988 auf behördliche Anweisung abgeschaltete Anlage Mülheim-Kärlich. Einen besonderen Stellenwert haben Ereignisse, die Hinweise auf systematische Fehler, insbesondere an Sicherheitssystemen oder an sicherheitstechnisch wichtigen Anlagenteilen, enthalten. Das frühzeitige Erkennen systematischer Fehler versetzt die Betreiber anderer Anlagen in die Lage, Schäden zu verhindern, bevor sie für die Sicherheit bedeutsam werden. Anzahl meldepflichtiger Ereignisse 300 250 200 150 100 50 0 1994 1995 1996 1997 1998 Die Entwicklung dieser Ereignisse zeigt, daß trotz eines starken Rückgangs der Gesamtanzahl der meldepflichtigen Ereignisse, die Ereignisse, die auf systematische Fehler hindeuten, seit 1992 auf einem relativ konstanten Niveau liegen. GRS-Sachverständige diskutieren die Einstufung eines meldepflichtigen Ereignisses in die INES-Skala. Meldepflichtige Ereignisse mit Hinweis auf systematische Fehler (Zahlen für 1998 liegen noch nicht vor) 25 20 15 10 5 0 1994 1995 1996 Jedes meldepflichtige Ereignis wird von der GRS systematisch ausgewertet. Je nach Bedeutung für andere Kernkraftwerke wird zu dem Ereignis ein Bericht verfaßt, die sogenannte Weiterleitungsnachricht. Incident Reporting System 1997 1998 Das Incident Reporting System ist ein internationales System, gemeinsam betrieben von der IAEO und der Nuclear Energy Agency (NEA)der OECD. Über das System tauschen Mitgliedsstaaten Betriebserfahrungen aus, um die Sicherheit ihrer Kernkraftwerke zu verbessern. Ca. 30 Staaten partizipieren an dem System, indem sie Ereignisse von internationalem sicherheitstechnischem Interesse für eine Weiterverbreitung an das System melden. Sie informiert u.a. alle Betreiber und Aufsichtsbehörden von Kernkraftwerken über das Geschehen und empfiehlt gegebenenfalls Maßnahmen, um ähnlichen Ereignissen in anderen Anlagen vorzubeugen. Die einzelne Meldung kann sich somit zu einem für alle Anlagen bedeutsamen Vorgang entwickeln. Zwei dieser Beispiele sind im Kapitel Rissen auf der Spur sowie Abstand halten ausführlich dargelegt. Sind die Ereignisse auch von internationalem Interesse, werden sie von der GRS an das Incident Reporting System (IRS) gemeldet. *) Andere Publikationen weisen hier leicht unterschiedliche Zahlen auf. Das liegt daran, daß einmal für die Statistik der Erfassungszeitraum bei den offiziellen Stellen berücksichtigt wurde und ein anderes Mal der Ereigniszeitraum. 23